JPS633294A - Nuclear reactor and passive safety system thereof - Google Patents
Nuclear reactor and passive safety system thereofInfo
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- JPS633294A JPS633294A JP62142420A JP14242087A JPS633294A JP S633294 A JPS633294 A JP S633294A JP 62142420 A JP62142420 A JP 62142420A JP 14242087 A JP14242087 A JP 14242087A JP S633294 A JPS633294 A JP S633294A
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Abstract
(57)【要約】本公報は電子出願前の出願データであるた
め要約のデータは記録されません。(57) [Summary] This bulletin contains application data before electronic filing, so abstract data is not recorded.
Description
【発明の詳細な説明】
１１へＩＬ
本発明は、冷却材喪失事故の場合に液体冷却材を炉心内
にスプレィするための一体的なスプレィ手段を備えた、
改良式加圧水型原子炉、及び改良された原子炉容器を含
んだ受動安全系に関するものである。DETAILED DESCRIPTION OF THE INVENTION Go to 11 IL The present invention provides an integral spraying means for spraying liquid coolant into the core in the event of a loss of coolant accident.
It relates to an improved pressurized water nuclear reactor and a passive safety system including an improved reactor vessel.
原子カニ業においては、より安全に原子炉を運転させる
ために種々の努力が払われてきた。これ等の努力には、
より“アクティブ°°もしくは能動的な安全装置を付加
した後、確率解析を行ってリスクが非常に少ないことを
示す形を取るものが幾つかあったが、−般の人々の一部
には納得が得られていない。従来技術のかかる能動安全
系においては、電力により （又は、停電の際にはディ
ーゼル機関により）駆動されるポンプやファンのような
多数の要素が用いられている。従って、冷却材喪失事故
と呼ばれる配管破断の際には、ポンプによって一次回路
に、次に原子炉容器に水が供給される。また、モータに
より駆動されるファンやポンプにより作動されるスプレ
ィ装置が格納容器の熱を除去するために用いられる。原
子炉崩壊熱や格納容器からの熱も、緊急冷却水系に移さ
れる。これ等の安全系は、成る要素の故障が安全系含無
効としないように、全て冗長性をもつことが要求されて
いる。従って、原子カプラントの安全性に対する能動的
アプローチは、非常に複雑て高価な原子カプラント構造
になる。In the nuclear crab industry, various efforts have been made to operate nuclear reactors more safely. These efforts include
Some took the form of adding more "active °°" or active safety devices and then doing a probabilistic analysis to show that the risk was very small; Such prior art active safety systems use a number of elements such as pumps and fans that are driven by electrical power (or diesel engines in the event of a power outage). In the event of a pipe rupture, known as a loss-of-coolant accident, pumps supply water to the primary circuit and then to the reactor vessel.In addition, a spray system operated by motor-driven fans and pumps enters the containment vessel. Reactor decay heat and heat from the containment vessel are also transferred to the emergency cooling water system. All are required to be redundant. Therefore, an active approach to atomic couplet safety results in a very complex and expensive atomic couplet structure.
そのため、既に相当に高価となっているコストをこれ以
上高くすることなく、全ての面で安全性の高い加圧水型
原子炉の必要性が存在する。従って、最も成功の可能性
の高いアプローチは、受動安全系、即ち、オペレータに
よる操作を殆どか全く必要とせず、その機能を果すため
に重力又は蓄積されたエネルギーを使用する性質のもで
ある。Therefore, there is a need for a pressurized water reactor that is safer in all respects without increasing the already considerable cost. Therefore, the approaches most likely to be successful are passive safety systems, ie, those that require little or no operator interaction and use gravity or stored energy to perform their functions.
本発明の目的は、一次冷却材回路に冷却材喪失事故が起
こった時にポンプその他の能動要素を必要とせずに、炉
心中にスプレィされる比較的低温の多重の補給加圧水を
原子炉容器内に内蔵しておく加圧水型原子炉を提供する
ことにある。It is an object of the present invention to provide multiple supplies of relatively low temperature make-up pressurized water within the reactor vessel that are sprayed into the reactor core without the need for pumps or other active elements in the event of a loss of coolant accident in the primary coolant circuit. The purpose is to provide a pressurized water nuclear reactor that can be kept inside.
本発明の別の目的は、本発明の原子炉を含んだ受動安全
系を提供することにある。Another object of the invention is to provide a passive safety system that includes the nuclear reactor of the invention.
免肌夏鷹１−
液体冷却材を炉心内にスプレィするための受動系を有す
る加圧水型原子炉は、液体冷却材の蓄積された供給源を
有し、この液体冷却材の一部分は、原子炉の減圧時にフ
ラッシュして蒸気を生成させ、冷却材を原子炉の炉心領
域に強制的に流入させる。A pressurized water reactor with a passive system for spraying liquid coolant into the reactor core has a cumulative source of liquid coolant, and a portion of this liquid coolant is supplied to the reactor. During the depressurization of the reactor, it flashes to produce steam, forcing coolant into the core region of the reactor.
底壁とを有する、実質的に円筒状の中容器もしくは中間
流れ容器を備えている。円筒状のバレルは、中間流れ容
器内にその底部から離隔して配置され、同バレルの回り
に環状室を、また内部に昇氷室を、それぞれ形成し、こ
の昇氷室は、燃料棒集合体及び制御棒集合体を含む下部
炉心槽遺物を収納している。中間流れ容器は、着脱自在
な頂部、中間の壁部及び下方の壁部を備えた圧力容器内
に収納され、この下方の壁部は、中間流れ容器から隔置
されて第２の環状室を形成している。圧力容器の中間の
壁部は入口ノズル及び出口ノズルを有し、これ等のノズ
ルは、中間流れ容器の低温冷却材の入口ボート及び高温
冷却材の出口ボートと連通している。圧力容器の中間の
壁部は、中間流れ容器の高温の冷却材出目ボート及び冷
却された冷却材の返却ボートと連通する入口ノズル及び
出口ノズルを備えている。環状室への冷却された一次冷
却材の入口ノズルと高温の一次冷却材の出口ノズルとは
、一次冷却材を循環させるために設けられた循第２の環
状室には、補給冷却材の供給源が設けられている。断熱
手段が設けられていて、補給冷却材の大部分を第１の高
温に維持すると共に、補給冷却材の局在化された小部分
をこれよりも高温の第２の高温に保持するために用いら
れる。第２の環状室と円筒状の中間流れ容器の内部の昇
水室とを連通させて該昇水室内の炉心に補給冷却材をス
プレィするための連通手段が設けられている。a substantially cylindrical intermediate vessel or intermediate flow vessel having a bottom wall; A cylindrical barrel is positioned within the intermediate flow vessel spaced apart from its bottom and defines an annular chamber around the barrel and an ice chamber therein, the ice chamber containing the fuel rod assembly and the ice chamber. It houses the remains of the lower core tank, including the control rod assembly. The intermediate flow vessel is housed within a pressure vessel having a removable top, an intermediate wall, and a lower wall spaced from the intermediate flow vessel and defining a second annular chamber. is forming. The intermediate wall of the pressure vessel has an inlet nozzle and an outlet nozzle that communicate with a cold coolant inlet boat and a hot coolant outlet boat of the intermediate flow vessel. The intermediate wall of the pressure vessel includes inlet and outlet nozzles that communicate with the hot coolant exit boat and the cooled coolant return boat of the intermediate flow vessel. An inlet nozzle for cooled primary coolant and an outlet nozzle for hot primary coolant into the annular chamber are provided for circulating the primary coolant.The second annular chamber is provided with a supply of make-up coolant. A source is provided. Insulating means are provided for maintaining a majority of the make-up coolant at a first elevated temperature and a localized small portion of the make-up coolant at a second, higher temperature. used. Communication means are provided for communicating the second annular chamber with a rising chamber within the cylindrical intermediate flow vessel to spray make-up coolant to the core within the rising chamber.
この連通手段は、好ましくは、中間流れ容器の底壁及び
バレルの下部支持板に軸方向に整列して設けられた開口
を含み、これ等の開口を中空管状部材が互いに連結して
おり、また、長手方向に離間した通孔が形成された長い
シンブルが炉心内に配置されている。The communication means preferably includes axially aligned openings in the bottom wall of the intermediate flow vessel and in the lower support plate of the barrel, the openings being interconnected by a hollow tubular member; , a long thimble having longitudinally spaced through holes is disposed within the reactor core.
実質的に円筒状の中間流れ容器の内部が、またそれに附
随して、第２の環状室の内部が減圧すると、補給冷却材
のうちの高温の局在化された部分は、フラッシュして蒸
気となり、このようにして生じた体積の増大は、補給冷
却材を強制的に昇水室中の炉心領域に流入させる。As the interior of the substantially cylindrical intermediate flow vessel and, concomitantly, the interior of the second annular chamber are depressurized, hot localized portions of the make-up coolant flash and vaporize. The volume increase thus created forces make-up coolant into the core region in the rise chamber.
圧力容器には、はう酸水溶液のような冷却材の化学制御
溶液を注入し除去する手段が設けられており、圧力容器
の回りには、補給冷却材を更に冷却するための液体冷却
材のプールが設けられている。The pressure vessel is provided with means for injecting and removing a chemical control solution of coolant, such as an aqueous solution of halonic acid, and is surrounded by a liquid coolant solution for further cooling of the make-up coolant. There is a pool.
本発明による受動安全系には、一次冷却材系のホットレ
ッグからコールドレッグに自然対流のみによって水を循
環させるための循環手段と共に、前記の原子炉が組み込
まれており、この循環手段には、熱交換手段と、蓄積さ
れた冷却材を超大気圧の圧力下に実質的に円筒状の容器
に導入するための導入手段とが含まれている。A passive safety system according to the invention incorporates a nuclear reactor as described above with circulation means for circulating water from the hot leg to the cold leg of the primary coolant system by natural convection only, the circulation means comprising: Heat exchange means and introduction means are included for introducing the accumulated coolant under superatmospheric pressure into the substantially cylindrical vessel.
色乱ｒ乳監
本発明は、炉心内に冷却材をスプレィするための受動系
を備えた改良式加圧水型原子炉及びこの原子炉を組み込
んだ受動安全系に関するものである。TECHNICAL FIELD The present invention relates to an improved pressurized water nuclear reactor equipped with a passive system for spraying coolant into the reactor core, and a passive safety system incorporating this reactor.
図中、第１図は、本発明による加圧水型原子炉１の一実
施例を示している９図示のように、実質的に円筒状の中
容器、即ち中間流れ容器は、開放された上端５と、円筒
状の壁部７と、底壁９とを備えている。円筒状の壁部７
は、その頂壁１３の回りの外向きの支持フランジ１１と
、少なくとも１個、好ましくは２〜４個の入口ボート１
５と、やはり少なくとも１個、好ましくは２〜４個の出
口ボート１７とを有し、これ等のボート１５．１７は、
支持フランジ１１を通り抜けるように形成されている。In the figures, FIG. 1 shows an embodiment of a pressurized water reactor 1 according to the invention. As shown in FIG. , a cylindrical wall portion 7 , and a bottom wall 9 . Cylindrical wall portion 7
has an outwardly facing support flange 11 around its top wall 13 and at least one, preferably 2 to 4 inlet boats 1
5 and also at least one, preferably 2 to 4 exit boats 17, which boats 15.17 are:
It is formed to pass through the support flange 11.
中間流れ容器３は、圧力容器１９の内部に垂直に配置さ
れて囲まれており、圧力容器１９は、着脱自在な上方の
耐圧頂部２１と、中間流れ容器３の入口ボート１５及び
出口ボート１７に連通ずる少なくとも１個、好ましくは
２〜４個の入口ノズル２５及び少なくとも１個、好まし
くは２〜４個の出口ノズル２７を有する、中間の円筒状
の耐圧壁部２３と、中間流れ容器３の円筒状壁部７及び
底壁９を囲んだ下方の球状の耐圧壁部２９とを備えてい
る。中間の円筒状の耐圧壁部２３は、その内面３３の回
りに棚部３１を有し、この棚部には、中間流れ容器３の
外向きの支持フランジ１１が載置され、それにより支持
されている。The intermediate flow vessel 3 is vertically arranged and enclosed within a pressure vessel 19, which has a removable upper pressure-tight top 21 and an inlet boat 15 and an outlet boat 17 of the intermediate flow vessel 3. an intermediate cylindrical pressure-tight wall 23 with at least one, preferably 2 to 4, inlet nozzle 25 and at least one, preferably 2 to 4 outlet nozzle 27 in communication with the intermediate flow vessel 3; It includes a cylindrical wall portion 7 and a lower spherical pressure-resistant wall portion 29 surrounding the bottom wall 9. The intermediate cylindrical pressure wall 23 has a shelf 31 around its inner surface 33 on which the outwardly facing support flange 11 of the intermediate flow vessel 3 rests and is supported thereby. ing.
中間流れ容器３の円筒状壁部７は、下部炉心構造物を配
置するための昇水室３５をその内部に形成している。中
間流れ容器３の円筒状の壁部７から隔てられて、その内
側に、円筒状の直立バレル３７が収容されており、この
バレルは、中間流れ容器３の頂壁１３上に載置された外
向きに指向するフランク３９によって中間流れ容器３の
内部に支持されている４円筒状の直立バレル３７は、中
間流れ容器３の底壁９から隔てられた下部支持板４１を
備えている。中間流れ容器３の円筒状の壁部７と、そこ
から離間された円筒状の直立バレル３７とは、冷却材の
環状降水通路４３を形成しており、バレル３７は、その
内部に上述した直立昇水室３５を形成している。The cylindrical wall 7 of the intermediate flow vessel 3 defines therein a rising chamber 35 for locating the lower core structure. Separated from and inside the cylindrical wall 7 of the intermediate flow vessel 3 is housed a cylindrical upright barrel 37 which rests on the top wall 13 of the intermediate flow vessel 3. A four-cylindrical upright barrel 37 supported within the intermediate flow vessel 3 by outwardly directed flanks 39 is provided with a lower support plate 41 spaced from the bottom wall 9 of the intermediate flow vessel 3 . The cylindrical wall 7 of the intermediate flow vessel 3 and the cylindrical upright barrel 37 spaced therefrom form a coolant annular downfall passage 43, within which the barrel 37 has the above-mentioned upright A water rising chamber 35 is formed.
下部炉心横遺物部分４５は、複数の燃料集合体４９を有
する炉心４７を収納している。各燃料集合体４９は、通
常のように、核***連鎖反応を行う核燃料含装填した複
数の長い燃料棒５１と、これ等の燃料棒５１の間に配設
された長いシンブル５５中に入った複数の長い制御棒集
合体５３とを含んでおり、これ等は全て昇水室３５中に
配設されている。燃料棒５１及び制御棒集合体５３の配
置を制御するための、図示しない制御機構は、従来の原
子炉系統と同様に、中間流れ容器３の上方部分に配置さ
れている。冷却材ポンプ（循環手段）５７は、高温の一
次冷却材を、出口ボート１７、出口ノズル２７、配管５
９及び蒸気発生器６１を経て循環させ、配管６３を経て
入口ノズル２５に戻すように、一次冷却材を循環させる
ために設けられている。運転時に、炉心４７を通ること
によって加熱された後の高温の一次冷却材は、出口ボー
ト１７及び出口ノズル２７を経て放出され、冷却された
後、入口ボート１５及び入口ノズル２５を経て戻される
。高圧になっている低温の一次冷却材は、環状降水通路
４３を通って流下した後、炉心４７及び昇水室３５を通
って上方に流れ、この昇水室３５において加熱された後
、出口ノズル２７に指向され放出される。The lower core side relic portion 45 houses a core 47 having a plurality of fuel assemblies 49 . Each fuel assembly 49 consists of a plurality of long fuel rods 51 loaded with nuclear fuel for carrying out a nuclear fission chain reaction, and a plurality of long thimble 55s disposed between these fuel rods 51, as usual. and a long control rod assembly 53, all of which are arranged in the water raising chamber 35. A control mechanism (not shown) for controlling the arrangement of the fuel rods 51 and control rod assemblies 53 is arranged in the upper part of the intermediate flow vessel 3, as in conventional nuclear reactor systems. The coolant pump (circulation means) 57 supplies the high temperature primary coolant to the outlet boat 17, the outlet nozzle 27, and the piping 5.
9 and steam generator 61 and back to the inlet nozzle 25 via piping 63. During operation, the hot primary coolant after being heated by passing through the reactor core 47 is discharged via the outlet boat 17 and the outlet nozzle 27 and returned via the inlet boat 15 and the inlet nozzle 25 after being cooled. The low-temperature primary coolant under high pressure flows down through the annular precipitation passage 43, flows upward through the core 47 and the rising chamber 35, is heated in the rising chamber 35, and then passes through the outlet nozzle. 27 and is emitted.
圧力容器１９の球状の下方壁部２９は、第１図に示すよ
うに、円筒状の壁部７及び底壁９から隔てられて、第２
の環状室６５を形成している。実際には、上方の頂部２
１と、中間の円筒状の壁部２３と、球状の下方壁部２９
とは、一次冷却材系統及び炉心４７のための耐圧境界を
形成している。The spherical lower wall 29 of the pressure vessel 19 is spaced apart from the cylindrical wall 7 and the bottom wall 9, as shown in FIG.
An annular chamber 65 is formed. Actually, the upper apex 2
1, an intermediate cylindrical wall portion 23, and a spherical lower wall portion 29.
forms the pressure boundary for the primary coolant system and core 47.
第２の環状室６５と昇水室３５との間に流体連通を行な
わせるための複数の流体連通手段６７が設けられている
。この流体連通手段６７は、中間流れ容器３の底壁９に
貫通形成された少なくとも１つの開口６９と、Ｍ開され
た下部支持板４１に貫通形成された、軸方向に整列する
開ロア１と、これ等の開口６９．７１間に流体の連通を
行なわせる手段、例えば中空管状部材７３とを含んでお
り、この中空管状部材の一端７５は、底壁９に連結され
て開口６９を囲み、他端７７は、下部支持板４１に連結
されて開ロア１を囲んでいる。長いシンブル８１は、開
ロア１の別の端７９のところで、下部支持板４１に連結
され、燃料集合体４９の一部分の内部において昇水室３
５中に上方に延びている。シンブル８１は、その上端８
３で■ざされており、同シンブル８１に沿って、複数の
離間した通孔８５が燃料集合体４９の底部から上端８３
まで、形成されている。A plurality of fluid communication means 67 are provided to provide fluid communication between the second annular chamber 65 and the rising chamber 35 . The fluid communication means 67 includes at least one opening 69 formed through the bottom wall 9 of the intermediate flow vessel 3 and an axially aligned open lower portion 1 formed through the M-opened lower support plate 41. , including means for providing fluid communication between the openings 69, 71, such as a hollow tubular member 73, one end 75 of which is connected to the bottom wall 9 surrounding the opening 69; The other end 77 is connected to the lower support plate 41 and surrounds the open lower portion 1 . A long thimble 81 is connected to the lower support plate 41 at the other end 79 of the open lower lower 1 and is connected to the rising chamber 3 inside a portion of the fuel assembly 49.
It extends upward into the 5th. The thimble 81 has its upper end 8
Along the thimble 81, a plurality of spaced apart holes 85 extend from the bottom of the fuel assembly 49 to the top 83.
has been formed until.
補給冷却材８７は、第２の環状室６５の内部において、
中間流れ容器３の円筒状の壁部７及び底壁９と圧力容器
１９の下方の壁部２９との間に入っており、第２の環状
室６５と昇水室３５との間の流体連通は、流体連通手段
６７によって実現される。第２の環状室６５中の補給冷
却材８７の大部分を第１の高温に冷却するための冷却手
段８９は、球状の耐圧下方壁部２９内の円筒状の壁部７
及び底壁９における断熱手段からなっている。第１図に
おいて、この断熱手段は、ステンレス鋼等の材料からな
る密な間隔の複数の平らな板材９１で壁部７及び底壁９
を形成することからなり、互いに隣接した板材の間には
、水のような液体９５によって満たされた隔室９３が形
成されている。The supplementary coolant 87 is inside the second annular chamber 65.
interposed between the cylindrical wall 7 and bottom wall 9 of the intermediate flow vessel 3 and the lower wall 29 of the pressure vessel 19, providing fluid communication between the second annular chamber 65 and the rising chamber 35. is realized by the fluid communication means 67. A cooling means 89 for cooling most of the supplementary coolant 87 in the second annular chamber 65 to a first high temperature is provided by the cylindrical wall 7 in the spherical pressure-resistant lower wall 29.
and insulation means in the bottom wall 9. In FIG. 1, this insulation means consists of a plurality of closely spaced flat plates 91 made of a material such as stainless steel for the wall 7 and the bottom wall 9.
A compartment 93 filled with a liquid 95 such as water is formed between adjacent plates.
球状の耐圧下方壁部２９は、第２の環状室６５の補給冷
却材８７の大部分を更に冷却するために、壁部９９及び
底部１０１を備えた容器９７のような囲い内に配設され
ており、容器９７中には、別の液のブール１０３が耐圧
下方壁部２９と容器９７の壁部９９及び底部１０１との
間に配設されている。The spherical pressure-tight lower wall 29 is disposed within an enclosure, such as a vessel 97 with a wall 99 and a bottom 101, to further cool the bulk of the make-up coolant 87 in the second annular chamber 65. A further liquid boule 103 is disposed within the container 97 between the pressure-tight lower wall 29 and the wall 99 and bottom 101 of the container 97 .
第２の環状室６５中の補給冷却材８７の大部分が冷却さ
れる間に、その局在化された小部分１０７を前記第１の
高温よりも高い温度である第２の高温に維持するための
温度維持手段１０５が設けられている。この温度維持手
段１０５は、液体冷却材のプール１０３に球状の耐圧下
方壁部２９の上部領域１０９を浸漬させることなく該上
部領域を大気に露出させること、及び球状の耐圧下方壁
部２９の露出された上部領域１０９の外面１１３上に１
！７ｒ熱材層１１１を配設すること、としうる。While the majority of the make-up coolant 87 in the second annular chamber 65 is cooled, a localized small portion 107 thereof is maintained at a second elevated temperature that is higher than said first elevated temperature. Temperature maintaining means 105 is provided for this purpose. This temperature maintaining means 105 is configured to expose the upper region 109 of the spherical pressure-resistant lower wall portion 29 to the atmosphere without immersing it in the pool 103 of liquid coolant, and to expose the upper region 109 of the spherical pressure-resistant lower wall portion 29 to the atmosphere. 1 on the outer surface 113 of the upper region 109
! 7r heating material layer 111 may be provided.
球状の耐圧下方壁部２９には、第２の環状室６５中の補
給冷却材８７に対してほう酸水その他の化学制御溶液を
注入したり抽出するための、注入−抽出手段１１５が設
けられている。第４図に示ずように、この注入−抽出手
段は、球状の耐圧下方壁部２９に固着された囲い１１７
を含み、導管１１９が下方壁部２９を通り抜けている。The spherical pressure-resistant lower wall 29 is provided with injection-extraction means 115 for injecting or extracting boric acid water or other chemical control solution from the supplementary coolant 87 in the second annular chamber 65. There is. As shown in FIG.
, with a conduit 119 passing through the lower wall 29 .
化学制御溶液の図示しない供給源に接続された配管１２
１は、囲いの壁部１２３を通り抜けており、例えば管継
手１２５によって中間配管１２７の一端に連結され、中
間配管１２７の他端は、管継手１２９によって導管１１
９に連結されている。この連結は全て囲い１１７の内部
においてなされている、ソレノイド締切弁１３１り事故
時閉止）は、中間配管１２７に配設されている。弁１３
３も配管１２１に設けられている。囲いは、上部部分１
３５と下部部分１３７とから形成してよく、これ等の部
分は、点検及び修理含可能とするように、フランジ部１
３９．１４１でボルト１４３によってガスフット１４５
を介して互いに連結されている。Piping 12 connected to an unillustrated source of chemical control solution
1 passes through the enclosure wall 123 and is connected to one end of the intermediate pipe 127 by, for example, a pipe fitting 125, and the other end of the intermediate pipe 127 is connected to the conduit 11 by a pipe fitting 129.
It is connected to 9. All of these connections are made inside the enclosure 117, and a solenoid shutoff valve 131 (closed in the event of an accident) is provided in the intermediate pipe 127. Valve 13
3 is also provided in the piping 121. The enclosure is the upper part 1
35 and a lower portion 137, these portions may be formed from the flange portion 1 to allow for inspection and repair.
Gas foot 145 by bolt 143 at 39.141
are connected to each other via.
本発明による原子炉は、第２の環状室６５中に補給冷却
材の供給源を含み、球状の耐圧下方壁部２９は、一次冷
却材系の下部の境界を形成している。The nuclear reactor according to the invention includes a supply of make-up coolant in the second annular chamber 65, the spherical pressure-tight lower wall 29 forming the lower boundary of the primary coolant system.
従って、補給冷却材８７は、流体連通手段６７のため、
中間流れ容器３３通過する一次冷却材と同じ圧力、例え
ば約２２５０ｐｓｉａ即ち１５５．１バール（絶対圧力
で約１５８．２に！？／ｃｚ２になっている。流体連通
手段６７を経て補給冷却材を炉心４７に押し込むための
エネルギーは、補給冷却材の大部分の前記第１の高温よ
り高い第２の高温で補給冷却材の小部分（１０％よりも
少ない）を閉じ込めておくことによって与えられる。補
給冷却材の局在化された小部分の該第２の高温は、温度
維持手段１０５により、１次系コールドレッグ温度（約
２８８〜２９３°Ｃ）との伝導及び自然対流によって達
せられる。Therefore, the supplementary coolant 87 is for the fluid communication means 67.
The intermediate flow vessel 33 is at the same pressure as the primary coolant passing through it, e.g., approximately 2250 psia or 155.1 bar (approximately 158.2 absolute pressure!?/cz2). 47 is provided by keeping a small portion (less than 10%) of the make-up coolant confined at a second high temperature that is higher than the first high temperature of the bulk of the make-up coolant. The second high temperature of the localized small portion of the coolant is achieved by the temperature maintenance means 105 by conduction and natural convection with the primary system cold leg temperature (approximately 288-293° C.).
冷却材喪失事故が起こると、原子炉の一次冷却材系は、
急速に減圧され、補給冷却材８７を収容した第２の環状
室６５中の圧力を結果的に減少させる。When a loss of coolant accident occurs, the reactor's primary coolant system
The pressure is rapidly depressurized, resulting in a reduction in the pressure in the second annular chamber 65 containing the make-up coolant 87.
第２の環状室６５中の圧力が、補給冷却材８７の局在化
された高温の小部分１０７の飽和圧力［５５０下で約Ｉ
Ｑ５０ｐｓｉａ、即ち２８８℃で約７２．４バール（約
７３．８ｋｇ／ｃｚ２、絶対圧力］に達すると、この局
在化された小部分１０７は、水／蒸気混合物中にフラッ
シュし始める。このフラッシングは、その結果として、
補給冷却材８７の局在化された小部分１０７の大きな体
ＴｆｔＳ張によって、補給冷却材８７の前記小部分を、
下方に、次に中間流れ容器３の底壁９の開口６９中に、
次に中空管状部材７３を通って上方に、長いシンブル８
１に入るように進めさせる。補給冷却材８７は、これ等
のシンブルから、通孔８５を経て炉心４７中に直接にス
プレィされる。そのため、補給冷却材８７は、容器底部
もしくは降水通路に冷却材８７を入れてここで炉心を全
く冷却することなく破断部に多くを失うようになる代り
に、炉心の熱発生源に直接に与えられる。The pressure in the second annular chamber 65 is approximately I below the saturation pressure of the localized hot portion 107 of the make-up coolant 87 [550
Upon reaching Q50 psia, or about 72.4 bar (about 73.8 kg/cz2, absolute pressure) at 288° C., this localized small portion 107 begins to flash into the water/steam mixture. This flashing , as a result,
The large body TftS of the localized small portion 107 of the make-up coolant 87 causes said small portion of the make-up coolant 87 to
downwardly and then into the opening 69 in the bottom wall 9 of the intermediate flow vessel 3;
The long thimble 8 then passes upwardly through the hollow tubular member 73.
Proceed to enter 1. Makeup coolant 87 is sprayed from these thimble directly into core 47 through through holes 85 . Therefore, the make-up coolant 87 is applied directly to the heat generating sources of the core, instead of putting the coolant 87 in the bottom of the vessel or in the rain passages, where it loses much of it to the fracture without cooling the core at all. It will be done.
本発明は、実際には、補給冷却材の大部分（約９０％以
上）は第１の高温（約１４９℃）に保持し、補給冷却材
の局在化された小部分はコールドレッグの温度に近い第
２の高温（約２８８℃）に保持することの能力に依存す
る０円筒状の壁部７及び底壁９の断熱手段即ち冷却手段
８９は、原子炉の二次冷却材系からの熱損失を制限する
。外部の水のプール１０３は、球状の下方壁部２９含は
ぼ水の沸点（約９３〜１２１℃）まで冷却することによ
って、原子炉の一次冷却材系から失われた熱及び放射エ
ネルギーを補給冷却材８７の供給源に移行させる。補給
冷却材８７の局在化された小部分は、水のブール１０３
の水位よりも上方にあり、断熱材層１１１によって絶縁
されている。そのため、局在化された小部分１０７から
失われる熱は伍かであり、この小部分１０７の補給冷却
材８７は、中間流れ容器３の円筒状の壁部７を通る損失
と、圧力容器１９の中間の壁部２３にある高温ノズルか
らの壁伝導とによって加熱される。The present invention actually maintains a large portion of the make-up coolant (approximately 90% or more) at a first high temperature (approximately 149° C.) and maintains a localized small portion of the make-up coolant at the temperature of the cold leg. The insulation or cooling means 89 of the cylindrical wall 7 and bottom wall 9 depends on the ability to maintain a second high temperature (approximately 288° C.) close to 288°C. Limit heat loss. The external water pool 103 replenishes the heat and radiant energy lost from the reactor's primary coolant system by cooling the spherical lower wall 29 to the boiling point of water (approximately 93-121°C). The coolant 87 is then transferred to a supply source. A localized small portion of the make-up coolant 87 is contained in a boule of water 103
It is located above the water level of , and is insulated by a heat insulating material layer 111. Therefore, the heat lost from the localized sub-section 107 is very low, and the make-up coolant 87 of this sub-section 107 is divided by the losses through the cylindrical wall 7 of the intermediate flow vessel 3 and the pressure vessel 19. It is heated by wall conduction from a hot nozzle in the middle wall 23 of the.
補給冷却材は、原子炉１の通常運転中は基本的に停滞し
ているので、補給冷却材８７のうちの頂部の高温の流体
（約２８８°Ｃ）とその底部の低温の流体（約１４９℃
）との間の密度差のため、層状化が起こる。Since the make-up coolant is basically stagnant during normal operation of the reactor 1, the make-up coolant 87 has a high temperature fluid (approximately 288°C) at the top and a low temperature fluid (approximately 149°C) at the bottom. ℃
), stratification occurs due to the density difference between
補給冷却材８７は、クミカルシム及び原子炉の運転停止
を可能とするために、溶解したほう酸としてのほう素を
含有していてもよい。補給冷却材が、停滞した水である
ことと、相互に連結する中空管状部材の断面積が小さい
ことと、系統間の温度／密度差が境界での混合を妨げる
こととによって、昇水室を通る一次冷却材と補給冷却材
との混合は、殆どか又は全く起らない。Make-up coolant 87 may contain boron as dissolved boric acid to enable cumical shim and reactor shutdown. The make-up coolant is stagnant water, the small cross-sectional area of the interconnecting hollow tubular members, and the temperature/density differences between the systems prevent mixing at the boundaries, making the rise chamber difficult. Little or no mixing of the passing primary coolant and makeup coolant occurs.
６００Ｍｊ４ｅの加圧水型原子炉について原子炉容器の
特徴及び構造を示すためには、以下の説明が有用であろ
う、この構造によれば、熱エネルギー１８００Ｍ−及び
電力的６００８Ｗを発生させるために、本出願人の標準
型の１７Ｘ １７燃料集合体が１４５体使用される。炉
心の有効長さは約３０ｉ＋（Ｌｏｆｔ）である。原子炉
の冷却材系は、燃焼度補償及び冷態停止時の反応変制御
のために、可溶性のほう素を使用する。The following description may be useful to illustrate the characteristics and construction of the reactor vessel for a 600Mj4e pressurized water reactor. According to this construction, the present One hundred and forty-five of Applicant's standard 17X17 fuel assemblies are used. The effective length of the core is approximately 30i+(Loft). Nuclear reactor coolant systems use soluble boron for burnup compensation and reaction control during cold shutdown.
原子炉容器の下部炉心構造物及び下部炉心構造物は、上
部挿入式炉内計装系念組み込むように上部炉心構造物パ
ッケージが変更されていることを除いては、本出願人の
標楚的な設計に従っている。The lower core structure and lower core structure of the reactor vessel are similar to those proposed by the applicant, except that the upper core structure package has been modified to incorporate the top-inserted in-core instrumentation system. Follows design.
炉心４７と下部炉心構造物とは、外径が３，４１の炉心
バレル３７の内側に嵌合し、このバレルは、中間流れ容
器３の内径が３，７１の円筒状の壁部７の内側に１茨合
している。中間流れ容器３は、圧力容器１９の頂部に近
いところでフランジ１１から支持されている。壁部７及
び底壁９はオーステナイトステンレス鋼製であり、厚さ
は約８．９ｃｍである。この壁厚は、冷却材喪失事故の
間に生ずる外部圧力差による壁部の崩壊と防止するに足
る大きさである。壁部７及び底壁９は、７．６ｃｘの厚
さの断熱層によって被覆されている。耐圧下方壁部２９
は内径が７．３１の球形の壁で、壁厚は約１８．３ｃｚ
であり、３４３°Ｃで２５００ｐｓｉｇ即ち１７２．４
バール（約１７５．８＆ｇ／ｃｚ２、ゲージ圧力）に対
して設計された低合金炭素鋼からできている０球形の形
状は、円筒形状に比べて壁厚及び重呈を減少させるが、
原子炉の直径を増大さぜるという不具合がある０球状の
耐圧下方壁部２９の内面は３０４ステンレス鋼によって
被覆されている。第２の環状室６５は、前述したように
温度が制御される約１１９ｚ３の補給冷却材を供給する
。底壁９を通り抜けて各燃料集合体４９のシンブル８１
に至るように、１４５個の中空管状部材７３が設けられ
ている。The core 47 and the lower core structure fit inside a core barrel 37 with an outside diameter of 3.41, which is fitted inside a cylindrical wall 7 of the intermediate flow vessel 3 with an inside diameter of 3.71. There is one thorn in the same place. Intermediate flow vessel 3 is supported from flange 11 near the top of pressure vessel 19. The wall portion 7 and the bottom wall 9 are made of austenitic stainless steel and have a thickness of approximately 8.9 cm. This wall thickness is sufficient to prevent wall collapse due to external pressure differentials that occur during a loss of coolant accident. The wall 7 and the bottom wall 9 are covered by a heat insulating layer with a thickness of 7.6 cx. Pressure-resistant lower wall portion 29
has a spherical wall with an inner diameter of 7.31 cm and a wall thickness of approximately 18.3 cz
and 2500 psig or 172.4 at 343°C
The spherical shape, made from low-alloy carbon steel designed for bar (approximately 175.8 g/cz2, gauge pressure), reduces wall thickness and weight compared to the cylindrical shape, but
The inner surface of the spherical pressure-resistant lower wall 29, which has the disadvantage of increasing the diameter of the reactor, is coated with 304 stainless steel. The second annular chamber 65 supplies approximately 119z3 of supplementary coolant, the temperature of which is controlled as described above. The thimble 81 of each fuel assembly 49 passes through the bottom wall 9.
145 hollow tubular members 73 are provided so as to reach .
燃料集合体４９のジルカロイ製シンブル８１は、内径が
１．１ｃｚであり、直径が０．１３ｃｚの２４０個の通
孔８５が、シンブル８１にその全長に亘って平等な分布
で穿設されている。昇水室３５と第２の環状室６５との
間に、約９．ＩＡｇ／ｃｚ２（１ｉｎ２当り約１３０１
ｂ、即ち約９バール）の圧力が発生すると、１個のシン
ブル８１当り１分間に９４．６（即ち１秒間に全体で１
９７．３Ａｇの補給冷却材が、シンブル８１の通孔８５
を経て、炉心４７中にスプレィされる。これによって、
冷却材喪失事故のブローダウン中に炉心４７が適切に冷
却される。The Zircaloy thimble 81 of the fuel assembly 49 has an inner diameter of 1.1 cz, and 240 through holes 85 with a diameter of 0.13 cz are bored in the thimble 81 with equal distribution over its entire length. . Between the water rising chamber 35 and the second annular chamber 65, approximately 9. IAg/cz2 (approx. 1301 per 1in2)
b, i.e. approximately 9 bar), 94.6 per minute per thimble 81 (i.e. 1 total per second).
97.3Ag of supplementary coolant is supplied to the through hole 85 of the thimble 81.
It is then sprayed into the reactor core 47. by this,
The core 47 is properly cooled during the blowdown of a loss of coolant accident.
以上に説明した第１図の６００ＭＷｅ原子炉は、点検可
能である。中間流れ容器３は、それと−体の絶縁部と共
に、取り外し、点検及び修理のため、燃料交換キャビテ
ィに収納することができる。耐圧容器もしくは圧力容器
１９の内部及び外部は、その場合、目視及び超音波によ
る検査ないしは試験のために完全にアクセス可能となる
。The 600 MWe reactor shown in FIG. 1 described above can be inspected. The intermediate flow vessel 3, together with its body insulation, can be accommodated in the refueling cavity for removal, inspection and repair. The interior and exterior of the pressure vessel or pressure vessel 19 are then completely accessible for visual and ultrasonic inspection or testing.
第５図には、円筒状の耐圧下方壁部２９′を使用した、
本発明の別の実施例による原子炉が示されている０図示
のように、耐圧下方壁部２９′は円筒状であり、中間流
れ容器３の円筒状の壁部７及び底壁９から隔てられてい
る。この実施例においても、冷却手段８９は、壁部７及
び底壁９の外面１′４９上の絶縁材層１４７として図示
されている。In FIG. 5, a cylindrical pressure-resistant lower wall portion 29' is used.
A nuclear reactor according to another embodiment of the invention is shown. As shown, the pressure-tight lower wall 29' is cylindrical and is spaced apart from the cylindrical wall 7 and bottom wall 9 of the intermediate flow vessel 3. It is being In this embodiment as well, the cooling means 89 are illustrated as a layer of insulating material 147 on the outer surface 1'49 of the wall 7 and the bottom wall 9.
本発明による原子炉は、受動安全系中に容易に組み込む
ことができる。例えば、この原子炉は、その補給冷却材
の供給源と共に、本出願人の特願昭６２−２４９２２号
明細書に示されているような受動的安全装置に組み込む
ことができる。この先行出願の内容は、引照によって、
本明細書の一部分となる。本発明による原子炉をこの先
行出願による受動的安全装置に組み込む場合に、２個の
球形の炉心部給水タンクは割愛され、その代りに、本発
明による補給冷却材を収納した原子炉を取り１寸けるこ
とになる。The nuclear reactor according to the invention can be easily integrated into passive safety systems. For example, the reactor, along with its supply of make-up coolant, can be incorporated into a passive safety system such as that shown in our Japanese Patent Application No. 62-24922. The contents of this earlier application are incorporated herein by reference.
It forms part of this specification. When incorporating a nuclear reactor according to the invention into a passive safety device according to this earlier application, the two spherical core water tanks are omitted and instead a reactor containing make-up coolant according to the invention is replaced. It will be shortened.
第６図には、本発明による原子炉を組み込んだ受動安全
系１５１の一実施例が図示されている。図示のように、
前述した原子炉１と同一の符号によって示された諸要素
を有する原子炉１が配設されている。また、２個の出口
ノズル２７と、配管５９と、蒸気発生器６１と、原子炉
１の冷却材ポンプ５７と、入口ノズル２５とが設けられ
ている。炉心４７は、一次冷却材、即ち一次冷却材系を
循環する水を加熱し、加熱された水は、配管５９又はホ
ットレッグを経て、１対の（又はそれ以上の数の）蒸気
発生器６１に供給される。蒸気発生器６１において熱交
換された後の冷却された低温一次冷却材は、原子炉の冷
却材ポンプ５７によってコールドレッグ即ち配管６３を
経て原子炉容器１９に戻され、ここで環状降水通路４３
を通って導かれ、次に炉心４７を通って上方に向けられ
る。加圧器１５３は、導管１５５によりホットレッグと
なる配管５９と連通され、一次冷却材回路中に所要の圧
力を保持する。格納容器内の貯留タンク１５７は、その
体積の大部分が原子炉冷却材配管のレベルよりも上方に
あるように配置されており、逆止弁１６１を含む配管１
５９を経て、中間流れ容器３の環状降水通路４３に連結
されている。この逆止弁１６１は、環状降水通路４３（
Ｉｌ！Ｉに関して逆止弁１６１のタンク側に相対的に低
い圧力が存在している限り、開状態に保たれている。FIG. 6 illustrates one embodiment of a passive safety system 151 incorporating a nuclear reactor according to the present invention. As shown,
A nuclear reactor 1 having elements designated by the same reference numerals as the nuclear reactor 1 described above is provided. Furthermore, two outlet nozzles 27, a pipe 59, a steam generator 61, a coolant pump 57 for the reactor 1, and an inlet nozzle 25 are provided. The core 47 heats the primary coolant, water that circulates through the primary coolant system, and the heated water passes through piping 59 or hot legs to a pair (or more) of steam generators 61. supplied to The cooled low-temperature primary coolant after heat exchange in the steam generator 61 is returned to the reactor vessel 19 by the reactor coolant pump 57 via the cold leg or piping 63, where it is returned to the reactor vessel 19 through the annular downwelling passage 43.
and then directed upwardly through the reactor core 47. Pressurizer 153 is communicated by conduit 155 with hot leg piping 59 to maintain the required pressure in the primary coolant circuit. The storage tank 157 in the containment vessel is arranged so that most of its volume is above the level of the reactor coolant piping, and the storage tank 157 is located above the level of the reactor coolant piping.
59 to the annular downwelling channel 43 of the intermediate flow vessel 3. This check valve 161 is connected to the annular precipitation passage 43 (
Il! As long as there is a relatively low pressure on the tank side of the check valve 161 with respect to I, it remains open.
貯留タンク１５７は、上述した先行出願に記載されてい
るような、受動的に残留熱を除去する熱交換器（熱交換
手段）１６３を収納している。この熱交喚器１６３は、
貯留タンク１５７内の水に通常浸漬されており、水平な
入口マニホルド１６５と、出口マニホルド１６７と、相
互に連結する複数の熱交換管１６９とを有する。熱交換
器１６３の入口マニホルド１６５は、配管（循環手段）
１７１によってホットレッグである出口配管５９に連結
されており、出口マニホルド １６７は、事故時に開成
する常閉絞り弁（弁手段）１７５を含む配管（循環手段
）１７３に、こり、原子炉ｌのコールドレッグである入
口配管６３に連結されている。The storage tank 157 houses a heat exchanger 163 for passively removing residual heat, as described in the prior application mentioned above. This heat exchanger 163 is
It is typically submerged in water in a storage tank 157 and has a horizontal inlet manifold 165, an outlet manifold 167, and a plurality of interconnecting heat exchange tubes 169. The inlet manifold 165 of the heat exchanger 163 is a pipe (circulation means)
The outlet manifold 167 is connected to the outlet piping 59, which is a hot leg, by the outlet manifold 171. It is connected to an inlet pipe 63 which is a leg.
配管１７７は、加圧器１５３の蒸気スペースから延長し
て、貯留タンク１５７中に開口する減圧配管からなり、
動力付勢される常閉圧力逃し弁１７９を含んでいる。配
管１７７は、スプレィ装置１８１を介して貯留タンク１
５７に放出している。別の配管１８３は、ホットレッグ
である出口配管５９を格納容器内の貯留タンク１５７に
連結するために設けられており、この配管１８３は動力
付勢される常閉弁１８５を含んでいる。The piping 177 is a decompression piping that extends from the steam space of the pressurizer 153 and opens into the storage tank 157.
Includes a power energized normally closed pressure relief valve 179. Piping 177 is connected to storage tank 1 via spray device 181.
It is released on 57th. Another piping 183 is provided to connect the hot leg outlet piping 59 to the storage tank 157 in the containment vessel and includes a power energized normally closed valve 185.
冷却材アキュムレータタンク（導入手段）１８７は、部
分的に水１８９によって満たされ、水位の上方のスペー
スには、窒素のような加圧ガス１９１が収容されている
。アキュムレータタンク１８７は、環状降水通路４３に
至る配管１５９に常閉弁１９５を含む配管（導入手段）
１９３を介して連結されている。別の同じ形式のアキュ
ムレータタンク（導入手段）１９７は、水１９９で部分
的に満たされ、窒素のような加圧ガス２０１を収容しす
ると共に、常閉弁２０５を含む配管（導入手段）２０３
を介して環状降水通路４３に連通している。The coolant accumulator tank (introduction means) 187 is partially filled with water 189, and the space above the water level contains a pressurized gas 191, such as nitrogen. The accumulator tank 187 includes a pipe (introduction means) including a normally closed valve 195 in a pipe 159 leading to the annular precipitation passage 43.
193. Another accumulator tank (introduction means) 197 of the same type is partially filled with water 199 and contains a pressurized gas 201, such as nitrogen, and a line (introduction means) 203 containing a normally closed valve 205.
It communicates with the annular rain passage 43 via.
受動安全系の前述した全ての要素は、格納シールドもし
くはシェル２０７中に配設されている。入口配管２０９
が、格納容器内の貯留タンク１５７に設けられていても
よく、この配管は、逆止弁２１１によって通常は閉状芯
に保たれ、この逆止弁は、格納容器内の貯留タンク１５
７からの水の流出は阻止するが、必要に応じて、溢水し
た格納容器から貯留タンク１５７への水流を許容する。All of the previously described elements of the passive safety system are located in the containment shield or shell 207. Inlet piping 209
may be provided in the storage tank 157 in the containment vessel, and this piping is normally kept closed by a check valve 211, which is connected to the storage tank 157 in the containment vessel.
7, but allows water to flow from the overflowing containment vessel to the storage tank 157, if necessary.
前述した配管１８３は、格納容器から貯水タンク１５７
を経て （配管２０９及び弁２１１を経て）逆止弁１６
１を含む配管１５９を通って原子炉冷却材系に水を循環
させることによって、コールドレッグの破断後の原子炉
内のほう酸の長期間の濃縮を阻止する。水は、炉心４７
内において加熱され、出口ノズル２７、ホットレッグで
ある配管５９及び弁１８５を備えた配管１８３を経て、
原子炉冷却材系を去る。逆止弁２１７を含む配管２１５
を介して蒸気発生器６１に連結された蒸気発生器補給水
タンク２１３と、格納シールド２０７を冷却するための
水２２１を収容した格納容器の冷却ブール２１９とが、
格納シールド２０７の外側に配設されていてもよい、蒸
気発生器６１からの蒸気は、配管２２３を経て格納シー
ルド２０７の外側に向けられる。この受動安全系全体は
、遮蔽建屋２２５に囲まれている。The aforementioned piping 183 runs from the containment vessel to the water storage tank 157.
(via piping 209 and valve 211) Check valve 16
Circulating water through the reactor coolant system through piping 159 containing 1 prevents long-term concentration of boric acid within the reactor after a cold leg rupture. Water is in the core 47
via a pipe 183 with an outlet nozzle 27, a hot leg pipe 59 and a valve 185;
Leaves the reactor coolant system. Piping 215 including check valve 217
A steam generator make-up water tank 213 connected to the steam generator 61 via a cooling boule 219 of the containment vessel containing water 221 for cooling the containment shield 207.
Steam from steam generator 61 , which may be disposed outside containment shield 207 , is directed to the outside of containment shield 207 via piping 223 . This entire passive safety system is surrounded by a shielding building 225.
第１図は、本発明による原子炉の一部断面側面図、第２
図は、第１図の原子炉の一部の上部領域の詳細図であり
、原子炉の第２の環状室に収納された液体冷却材の化学
制御溶液の注入−抽出手段を示す図、第３図は、第２図
の円で囲んだ領域■の円筒状壁部に用いられている絶縁
手段の断面図、第４図は、原子炉の第２の環状室中に収
納された液体冷却材の化学制御溶液の注入−抽出手段を
示す一部断面側面図、第５図は、変形実施例による絶縁
手段を備えた本発明による原子炉の円筒形耐圧容器の変
形例を示す側面断面図、第６図は、本発明による原子炉
を組み込んだ受動安全系の概略図である。
１・・・加圧水型原子炉 ３・・・中間流れ容器５・・
・開放された上端 ７・・・円筒状の壁部９・・・中間
流れ容器の底壁
１５・・高温一次冷却材の戻し手段（入口ボート）１７
・・−高温一次冷却材の出口手段（出口ボート）１９・
・・原子炉容器もしくは圧力容器２１・・・着脱自在な
頂部 ２３・−・中間の壁部２５・・・入口ノズル
２７・・出口ノズル２９・・・下方の壁部 ３５
・・・直立昇水室３７・・・バレル ４１・・
・下部支持板４３・・・環状降水通路 ４５・・・下
部炉心横遺物部分４７・・・炉心 ４９・・
・燃料集合体５１・・・燃料棒 ５３・・・制
御棒５５・・・シンブル ６１・・・蒸気発生器
５７・・・一次冷却材の循環手段（冷却材ポンプ）５９
・・・ホットレッグもしくは配管
６３・・・コールドレッグもしくは配管６５・・第２の
環状室 ６７・・連通手段８７・・・第２の環状室内
の補給冷却材８９・・・冷却手段 １０５・・・維
持手段１０７・・・補給冷却材の小部分
１５１・・受動安全系 １５３・・・加圧器１６３・
・・熱交換手段（熱交換器）
１７１．１７３・・・循環手段（配管）１７５・・・弁
手段く絞り弁）
１９３．２０３・・・導入手段（配管）１８７．１９７
・・・導入手段（アキュムレータタンク）２０７・・・
格納シェル ２２５・・・遮蔽建屋ＦＩＧ、 １゜
ＦＩＧ、 ２゜FIG. 1 is a partially sectional side view of a nuclear reactor according to the present invention, FIG.
Figure 1 is a detailed view of the upper region of a portion of the reactor of Figure 1, showing the injection-extraction means for the chemical control solution of the liquid coolant contained in the second annular chamber of the reactor; Figure 3 is a cross-sectional view of the insulation means used in the cylindrical wall of the circled area (■) in Figure 2, and Figure 4 is a cross-sectional view of the insulation means used in the cylindrical wall of the area circled in Figure 2. FIG. 5 is a partially sectional side view showing the injection-extraction means for the chemical control solution of the material; FIG. , FIG. 6 is a schematic diagram of a passive safety system incorporating a nuclear reactor according to the invention. 1... Pressurized water reactor 3... Intermediate flow vessel 5...
- Open upper end 7...Cylindrical wall part 9...Bottom wall 15 of the intermediate flow vessel...Return means (inlet boat) 17 for high temperature primary coolant
...-High temperature primary coolant outlet means (exit boat) 19.
... Reactor vessel or pressure vessel 21 ... Removable top part 23 ... Intermediate wall part 25 ... Inlet nozzle
27... Outlet nozzle 29... Lower wall part 35
...Upright water raising chamber 37...Barrel 41...
・Lower support plate 43...Annular precipitation passage 45...Lower core lateral relic part 47...Core 49...
・Fuel assembly 51... Fuel rod 53... Control rod 55... Thimble 61... Steam generator 57... Primary coolant circulation means (coolant pump) 59
...Hot leg or piping 63...Cold leg or piping 65...Second annular chamber 67...Communication means 87...Supplementary coolant in second annular chamber 89...Cooling means 105...・Maintenance means 107... Small portion of supplementary coolant 151... Passive safety system 153... Pressurizer 163...
... Heat exchange means (heat exchanger) 171.173 ... Circulation means (piping) 175 ... Valve means (throttle valve) 193.203 ... Introduction means (piping) 187.197
...Introduction means (accumulator tank) 207...
Storage shell 225...shielding building FIG, 1゜FIG, 2゜
Claims (1)
、前記円筒状の壁部が、下部炉心構造物室を形成してい
る、実質的に円筒状の中間流れ容器と、 前記底壁から離間した下部支持板を有して前記円筒状の
壁部内に垂設された円筒形のバレルであつて、該バレル
及び前記円筒状の壁部の間に環状降水通路を形成すると
共に、該バレル内に直立昇水室を形成する、前記バレル
と、 核***連鎖反応を行う核燃料を収納した複数の細長い燃
料棒と、該燃料棒間に配設された細長いシンブル内に入
る複数の細長い制御棒とからなる少なくとも１体の燃料
集合体を有して、前記バレルの前記直立昇水室中に配設
された炉心を含む、前記中間流れ容器内の下部炉心横遺
物部分と、前記下部炉心構造物部分と前記開放された上
端との間で前記中間流れ容器に設けられた少なくとも１
つの高温一次冷却材の出口手段と、 前記下部炉心構造物部分と前記開放された上端との間で
前記中間流れ容器に設けられた少なくとも１つの低温一
次冷却材の戻し手段と、 一次冷却材を前記炉心及び前記直立昇水室を高圧下で上
方に循環させて、同一次冷却材を加熱し前記炉心及び前
記直立昇水室から放出すると共に、低温の一次冷却材を
前記環状降水通路を経て下向きに循環させるための、循
環手段と、 上方の着脱自在な頂部と、中間の壁部と、下方の壁部と
を有して、前記中間流れ容器及び前記下部炉心構造物部
分を取り囲んだ圧力容器であつて、前記下方の壁部は、
前記中間流れ容器から離間して該下方の壁部と該中間流
れ容器との間に第２の環状室を形成し、前記中間の壁部
は、前記中間流れ容器に設けられた前記少なくとも１つ
の出口手段に連通する少なくとも１つの出口ノズルと、
前記中間流れ容器に設けられた前記少なくとも１つの戻
し手段に連通する少なくとも１つの入口ノズルとを含ん
でいる、前記圧力容器と、 前記第２の環状室中に含まれている補給冷却材の供給源
と、 前記第２の環状室及び前記昇水室間に連通して、前記昇
水室内の前記炉心に補給冷却材を直接供給する連通手段
と、 前記第２の環状室内の該補給冷却材の大部分を第１の高
温に冷却する冷却手段と、 該補給冷却材の局在化された小部分を、前記第１の高温
よりも高く且つ前記戻し手段中の低温一次冷却材の温度
にほぼ等しい第２の高温に維持する維持手段と、 を備え、前記昇水室中の一次冷却材の圧力が所定圧力以
下に低下した際に、補給冷却材の前記局在化された小部
分が気化し、気化により前記第２の環状室における圧力
上昇が残留する補給冷却材を前記第２の環状室及び前記
昇水室間に連通する前記連通手段を介して該昇水室内の
前記炉心に給送する、原子炉。 ２）圧力容器を収納した遮蔽建屋内には、熱伝導性の格
納シェルが、加圧水型原子炉と、少なくとも１つの蒸気
発生器と、ホットレッグ及びコールドレッグを有する前
記原子炉の一次冷却材回路とを含んで配設されると共に
、前記一次冷却材回路には、該一次冷却材回路における
一次冷却材を所定圧力に維持すべく加圧器が接続されて
いる、加圧水型原子炉の受動安全系であつて、 ａ）開放された上端と、円筒状の壁部と、底壁とを有し
、前記円筒状の壁部が、下部炉心構造物室を形成してい
る、実質的に円筒状の中間流れ容器と、前記底壁から離
間した下部支持板を有して前記円筒状の壁部内に垂設さ
れた円筒形のバレルであつて、該バレル及び前記円筒状
の壁部の間に環状降水通路を形成すると共に、該バレル
内に直立昇水室を形成する、前記バレルと、 核***連鎖反応を行う核燃料を収納した複数の細長い燃
料棒と、該燃料棒間に配設された細長いシンブル内に入
る複数の細長い制御棒とからなる少なくとも１体の燃料
集合体を有して、前記バレルの前記直立昇水室中に配設
された炉心を含む、前記中間流れ容器内の下部炉心構造
物部分と、前記下部炉心構造物部分と前記上端との間で
前記中間流れ容器に設けられた少なくとも１つの高温一
次冷却材の出口手段と、 前記下部炉心構造物部分と前記上端との間で前記中間流
れ容器に設けられた少なくとも１つの低温一次冷却材の
戻し手段と、 一次冷却材を前記炉心及び前記直立昇水室を高圧下で上
方に循環させて、同一次冷却材を加熱し前記炉心及び前
記直立昇水室から放出すると共に、低温の一次冷却材を
前記環状降水通路を経て下向きに循環させるための、循
環手段と、 上方の着脱自在な頂部と、中間の壁部と、下方の壁部と
を有して、前記中間流れ容器及び前記下部炉心構造物部
分を取り囲んだ圧力容器であつて、前記下方の壁部は、
前記中間流れ容器から離間して該下方の壁部と該中間流
れ容器との間に第２の環状室を形成し、前記中間の壁部
は、前記中間流れ容器に設けられた前記少なくとも１つ
の出口手段に連通する少なくとも１つの出口ノズルと、
前記中間流れ容器に設けられた前記少なくとも１つの戻
し手段に連通する少なくとも１つの入口ノズルとを含ん
でいる、前記圧力容器と、 前記第２の環状室中に含まれている補給冷却材の供給源
と、 前記第２の環状室及び前記昇水室間に連通して、前記昇
水室内の前記炉心に補給冷却材を直接供給する連通手段
と、 前記第２の環状室内の該補給冷却材の大部分を第１の高
温に冷却する冷却手段と、 該補給冷却材の局在化された小部分を、前記第１の高温
よりも高く且つ前記戻し手段中の低温一次冷却材の温度
にほぼ等しい第２の高温に維持する維持手段と、 を備え、前記昇水室中の一次冷却材の圧力が所定圧力以
下に低下した際に、補給冷却材の前記局在化された小部
分が気化し、気化により前記第２の環状室における圧力
上昇が残留する補給冷却材を前記第２の環状室及び前記
昇水室間に連通する前記連通手段を介して該昇水室内の
前記炉心に送する、原子炉と、 ｂ）前記ホットレッグから前記コールドレッグに流れる
水を冷却する熱交換手段と、前記ホットレッグから前記
コールドレッグへの水の流れを許容する弁手段とを含み
、前記蒸気発生器を迂回して前記ホットレッグから前記
コールドレッグに自然対流のみによって水を循環させる
循環手段と、ｃ）蓄積された冷却材を超大気圧のガス圧
力の下に前記原子炉の前記圧力容器に導入する導入手段
と、 を備える原子炉の受動安全系。[Claims] 1) A substantially cylindrical core structure having an open top end, a cylindrical wall portion, and a bottom wall, the cylindrical wall portion forming a lower core structure chamber. a cylindrical intermediate flow vessel; a cylindrical barrel suspended within the cylindrical wall with a lower support plate spaced from the bottom wall; a plurality of elongated fuel rods containing nuclear fuel for carrying out a nuclear fission chain reaction; a reactor core disposed in the upright riser chamber of the barrel, the fuel assembly having at least one fuel assembly comprising a plurality of elongated control rods disposed within elongated thimble; a lower core transverse part, and at least one part disposed in the intermediate flow vessel between the lower core structure part and the open top end.
at least one low temperature primary coolant return means provided in said intermediate flow vessel between said lower core structure portion and said open top end; The reactor core and the upright riser are circulated upwardly under high pressure to heat and discharge primary coolant from the core and the upright riser while lower temperature primary coolant is circulated through the annular downwelling passage. circulation means for downward circulation; an upper removable top, an intermediate wall, and a lower wall surrounding the intermediate flow vessel and the lower core structure portion; In the container, the lower wall portion is
a second annular chamber spaced apart from the intermediate flow vessel between the lower wall and the intermediate flow vessel; at least one outlet nozzle communicating with the outlet means;
at least one inlet nozzle communicating with the at least one return means provided in the intermediate flow vessel; and a supply of make-up coolant contained in the second annular chamber. a source of communication means communicating between the second annular chamber and the rising chamber for directly supplying make-up coolant to the core within the rising chamber; cooling means for cooling a major portion of the make-up coolant to a first high temperature; maintaining means for maintaining a substantially equal second high temperature, wherein when the pressure of the primary coolant in the rising chamber drops below a predetermined pressure, the localized small portion of the make-up coolant is The supplementary coolant that is vaporized and whose pressure remains in the second annular chamber due to vaporization is supplied to the core in the water rising chamber through the communication means that communicates between the second annular chamber and the water rising chamber. feeding, nuclear reactor. 2) In a shielded building containing a pressure vessel, a thermally conductive containment shell is provided with a pressurized water reactor, at least one steam generator, and a primary coolant circuit for said reactor having a hot leg and a cold leg. A passive safety system for a pressurized water reactor, wherein the primary coolant circuit is connected to a pressurizer to maintain the primary coolant at a predetermined pressure in the primary coolant circuit. a) a substantially cylindrical reactor having an open top end, a cylindrical wall, and a bottom wall, the cylindrical wall defining a lower core structure chamber; a cylindrical barrel suspended within the cylindrical wall with a lower support plate spaced from the bottom wall; a barrel defining an annular precipitation passage and an upright rising chamber within the barrel; a plurality of elongated fuel rods containing nuclear fuel for carrying out a nuclear fission chain reaction; and an elongated fuel rod disposed between the fuel rods. a lower core within the intermediate flow vessel, the core comprising at least one fuel assembly comprising a plurality of elongated control rods disposed within the upright rise chamber of the barrel; a structure section; at least one hot primary coolant outlet means provided in the intermediate flow vessel between the lower core structure section and the upper end; and between the lower core structure section and the upper end. at least one low-temperature primary coolant return means provided in said intermediate flow vessel; and circulating primary coolant upwardly through said core and said upright riser chamber under high pressure to heat said primary coolant. circulation means for discharging from the core and the upright riser chamber and for circulating low temperature primary coolant downwardly through the annular downfall passage; an upper removable top; and an intermediate wall; a pressure vessel surrounding the intermediate flow vessel and the lower core structure portion, the pressure vessel having a lower wall portion, the lower wall portion comprising:
a second annular chamber spaced apart from the intermediate flow vessel between the lower wall and the intermediate flow vessel; at least one outlet nozzle communicating with the outlet means;
at least one inlet nozzle communicating with the at least one return means provided in the intermediate flow vessel; and a supply of make-up coolant contained in the second annular chamber. a source of communication means communicating between the second annular chamber and the rising chamber for directly supplying make-up coolant to the core within the rising chamber; cooling means for cooling a major portion of the make-up coolant to a first high temperature; maintaining means for maintaining a substantially equal second high temperature, wherein when the pressure of the primary coolant in the rising chamber drops below a predetermined pressure, the localized small portion of the make-up coolant is The supplementary coolant that is vaporized and whose pressure remains in the second annular chamber due to vaporization is supplied to the core in the water rising chamber through the communication means that communicates between the second annular chamber and the water rising chamber. b) heat exchange means for cooling water flowing from said hot leg to said cold leg; and valve means for allowing flow of water from said hot leg to said cold leg; c) circulation means for circulating water from the hot leg to the cold leg by natural convection alone, bypassing the generator; c) transferring accumulated coolant to the pressure vessel of the reactor under superatmospheric gas pressure; A passive safety system for a nuclear reactor, comprising: an introduction means for introducing; and a passive safety system for a nuclear reactor.
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